WO2022146184A1 - Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2022146184A1
WO2022146184A1 PCT/RU2021/000575 RU2021000575W WO2022146184A1 WO 2022146184 A1 WO2022146184 A1 WO 2022146184A1 RU 2021000575 W RU2021000575 W RU 2021000575W WO 2022146184 A1 WO2022146184 A1 WO 2022146184A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
melt
drum
water supply
housing
flange
Prior art date
Application number
PCT/RU2021/000575
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Стальевич СИДОРОВ
Надежда Васильевна СИДОРОВА
Кристин Александрович ЧИКАН
Ксения Константиновна БАДЕШКО
Original Assignee
Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное Общество "Атомэнергопроект" filed Critical Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority to CA3203510A priority Critical patent/CA3203510A1/en
Priority to EP21915934.0A priority patent/EP4273883A1/en
Priority to KR1020237020694A priority patent/KR20230125195A/ko
Priority to JP2023539119A priority patent/JP7494398B2/ja
Priority to US18/269,673 priority patent/US20240055143A1/en
Priority to CN202180088301.2A priority patent/CN116648757A/zh
Publication of WO2022146184A1 publication Critical patent/WO2022146184A1/ru
Priority to ZA2023/06595A priority patent/ZA202306595B/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to the field of nuclear energy, in particular, to systems that ensure the safety of nuclear power plants (NPP), and can be used in severe accidents leading to the destruction of the reactor vessel and its containment.
  • NPP nuclear power plants
  • the greatest radiation hazard is posed by accidents with a core meltdown, which can occur in the event of a multiple failure of the core cooling systems.
  • the key aspect in this case is that the water supply through the installed valves must be carried out at a certain point in time when certain (specific) conditions are reached, namely: premature water supply can lead to a steam explosion, and the inability to supply water can lead to overheating of the equipment inside the vessel under the action of radiant heat flows from the side of the melt mirror, which, ultimately, can lead to the collapse of equipment inside the vessel, water from the reactor shaft into the melt, mixing of water with the melt, resulting in steam explosions that destroy the localization and cooling system melt and containment area with the release of radioactive substances into the environment.
  • a known system [1, 2, 3] for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor containing a guide plate installed under the nuclear reactor vessel, and based on a truss-console mounted on embedded parts at the base of a concrete mine, a multilayer housing, the flange of which is provided with a thermal protection, a filler consisting of a set of cassettes installed on top of each other, a service platform installed inside the body between the filler and the guide plate.
  • the superheated melt begins to flow into the hole formed under the influence of the residual pressure present in the reactor vessel, which propagates non-axisymmetrically inside the volume of the multilayer vessel and exerts a dynamic effect on peripheral structures: the zone of hermetic connection of the multilayer vessel with farm-console, thermal protection of the flange of the multilayer housing, water supply valves located in the multilayer housing, which leads to their destruction, as well as the destruction of the flange of the multilayer housing, and the internal surfaces of the truss-console, washed by the core melt, which as a result leads to disruption of the localization system and melt cooling, due to the destruction of its elements;
  • the technical result of the claimed invention is to increase the reliability of the system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor.
  • the tasks to be solved by the claimed invention are to exclude the destruction of peripheral structures, equipment installed on the housing flange, and to ensure a guaranteed supply of cooling water to the melt.
  • the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor containing a guide device, a truss-console, a filler for receiving and distributing the melt, is located in a housing, along the perimeter of which water supply valves are installed and a thermal protection is installed on the flange
  • the drum additionally contains a drum mounted on the housing flange, made in the form of a shell with reinforcing ribs installed on the inside along its perimeter, resting on the cover and bottom, having tension elements connecting the drum through a support flange welded to it with the housing flange, spacers that provide an adjustment gap between the drum and the casing flange, the drum has branch pipes in which water supply valves with sealed covers are installed in the drum branch pipes, hydraulic dampers connected to external sources of water and water supply valves of the drum through supply, pressure, compensating and equalizing pipelines.
  • One essential feature of the claimed invention is the presence in the system of localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor of a drum mounted on the flange of the housing, made in the form of a shell with reinforcing ribs installed on the inside along its perimeter, resting on the cover and bottom, having tension elements connecting drum through a support flange welded to it with a housing flange, spacers that provide an adjusting gap between the drum and the housing flange, branch pipes in which water supply valves with sealed covers are placed, which makes it possible to ensure the flow of cooling water from external sources into the space inside the housing under conditions lack of water in the reactor shaft or failure of the water supply valves installed along the perimeter of the vessel, and, therefore, provide steam-gas, steam-water or water cooling of the melt mirror and equipment located above the melt mirror (console trusses and guides of the core plate) due to the supply of cooling water from external sources inside the body, from above to the melt mirror.
  • Another essential feature of the claimed invention is the presence of hydraulic dampers in the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor, connected to external sources of water and valves for supplying water to the drum through supply, pressure, compensating and equalizing pipelines, which makes it possible to provide protection of the drum water supply valves from prolonged exposure to a boric acid solution and from hydraulic shocks under conditions of gravity flow of cooling water from external sources located above the indicated water supply valves.
  • FIG. 1 shows a system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 2 shows a drum mounted on the flange of a multilayer casing.
  • FIG. 3 shows a fragment of a drum mounted on the flange of a multilayer casing.
  • FIG. 4 shows a water supply valve with a sealed cover installed in a drum.
  • FIG. 5 shows the elements of hydrostatic equipment.
  • the system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor contains a guide device (1) installed under the body (2) of the nuclear reactor and based on a truss-console (3). Under the truss-console (3) there is a body (4), which is mounted at the base of the reactor shaft on embedded parts. The body (4) with filler (7) is designed to receive and distribute the melt. In the upper part of the body (4) there is a flange (5) provided with thermal protection
  • a drum (12) is mounted on the flange (5) of the housing (4). As shown in FIG. 2-5, pipes (10) are placed in the drum (12), in which water supply valves (9) are installed.
  • Each water supply valve (9) of the drum (12) is equipped with a sealed cover (28), while the water supply valves (9) are connected to hydraulic dampers (25) using pressure (22) and (23), equalizing (29) and supply ( 21) pipes, pipes-compensators (26) of thermal expansions installed on flange connections (27) that ensure the flow of cooling water from external sources into the space inside the housing (4) in case of failure of the water supply valves (8) installed along the perimeter of the housing ( 4), or at a low level of cooling water in the reactor shaft, at which the water supply valves (8) of the housing (4) cannot ensure the overflow of water from the reactor shaft into the housing (4).
  • the claimed system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor operates as follows.
  • the core melt under the action of hydrostatic and residual pressures begins to flow onto the surface of the guide device (1) held by the truss-console (3).
  • the melt, flowing down the guide device (1) enters the housing (4) and comes into contact with the filler (7).
  • the filler (7) With sectoral non-axisymmetric flow of the melt, partial melting of the thermal protection of the truss-console (3), thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4) occurs.
  • these thermal protections reduce the thermal effect of the core melt on the protected equipment, and, on the other hand, reduce the temperature and chemical activity of the melt itself.
  • Thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4) provides protection of its upper thick-walled inner part from thermal effects from the core melt mirror from the moment the melt enters the filler (7) and until the end of the interaction of the melt with the filler (7), then is until the start of water cooling of the crust located on core melt surface.
  • Thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4) is installed in such a way that it allows to protect the inner surface of the housing (4) above the level of the core melt formed in the housing (4) in the process of interaction with the filler (7), namely, that upper part of the body (4), which has a greater thickness compared to the cylindrical part of the body (4), which ensures normal (without a heat transfer crisis in the boiling mode in a large volume) heat transfer from the core melt to the water located on the outer side of the body ( four).
  • the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4) is heated and partially destroyed, shielding thermal radiation from the side of the melt mirror.
  • the geometrical and thermophysical characteristics of the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4) are selected in such a way that, under any conditions, the flange (5) of the body (4) is shielded from the side of the melt surface, which, in turn, ensures independence protective functions from the time of completion of the processes of physical and chemical interaction of the core melt with the filler (7).
  • the presence of thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4) makes it possible to ensure the performance of protective functions before the start of water supply to the crust located on the surface of the core melt.
  • thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4) provides protection against flying objects in the event of the destruction of the bottom of the reactor vessel (2), provides protection against destruction by the flowing melt and protection from falling fragments of thermal protection located above the melt mirror.
  • the temperature of the melt mirror begins to grow due to the redistribution of residual energy releases in the melt between physical and chemical reactions, heat transfer through the body (4), thermal radiation to the equipment and convective heating gas mixture from the side of the melt mirror.
  • Thermal radiation on the valves (8) of the water supply of the body (4) and the valves (9) of the water supply of the drum (12) from the side of the melt mirror acts significantly unevenly: on the valves (8) of the water supply of the body (4) this radiation acts much stronger than on the water supply valves (9) of the drum (12), which is due to the different location of the said valves (8) and (9) in height relative to the position of the melt surface.
  • the water supply valves (8) of the housing (4) heat up faster than the water supply valves (9) of the drum (12) and act to open much earlier in time.
  • the water supply valves (8) of the body (4) do not open, which is possible, for example, when one or more fragments of the bottom of the reactor vessel (2) fall into the melt bath with the formation of waves (splashes) of the melt, welding these valves (8) water supply, then thermal radiation from the side of the melt mirror continues to heat the water supply valves (9) of the drum (12) until the first one or two of them actuate.
  • a drum (12) is installed on the flange (5) of the body (4).
  • the drum (12) is made in the form of a shell (13) with reinforcing ribs (14) installed on the inside along its perimeter, resting on the cover (15) and bottom (16).
  • the drum (12) has tension elements (17) connecting the drum (12) through the support flange (18) welded to it with the flange (5) of the housing (4).
  • Spacer elements (20) are installed in the drum (12), providing an adjusting gap (19) between the drum (12) and the flange (5) of the housing (4).
  • branch pipes (10) are installed, in which water supply valves (9) are located, ensuring the flow of cooling water from external sources into the space inside the housing (4) in case of failure of the water supply valves (8) installed along the perimeter of the housing (4) .
  • Adjustment gap (19) allows for accurate installation of the drum (12) on the flange (5) of the housing (4).
  • the water supply valves (9) are provided with sealed caps (28) that are installed in the nozzles (10) of the drum (12).
  • the water supply valves (9) of the drum (12) are connected to hydraulic dampers (25) and external water sources through supply (21), pressure (22), (23), compensating (26) and equalizing pipelines, which provide cooling water supply from external sources inside the housing (4) on top of the melt mirror.
  • the heating intensity of the drum (12) located between the truss-console (3) and the body (4) will be significantly depend on the intensity of thermal radiation from the side of the melt mirror and the condition of the valves (8) for supplying water to the body (4): if, when fragments of the bottom of the body (2) of the nuclear reactor fall into the melt located in the body (4), an ejection (splash) of liquid melt or its wave-like rise, then it is possible to weld the valves (8) of the water supply of the body (4) with liquid melt and completely block their flow area. Under these conditions, a complete failure of the water supply valves (8) of the housing (4) to supply cooling water to the melt mirror is possible. Heating of the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4), thermal protections in the truss-console (3) and the drum (12) will continue.
  • the water supply valves (9) of the drum (12) are separated from the medium in the reactor shaft by hermetic covers (28), which are connected through pipes-compensators (26) of temperature expansions, through supply pipes (21) and equalizer pipes (29) with hydraulic dampers (25).
  • Borated water coming from an external source through the pressure pipe (22) and pressure pipes (23) enters the hydraulic dampers (25), in which there was air before the water entered. Air, under the influence of the hydrostatic pressure of water, begins to compress.
  • the volume of the hydraulic dampers (25) is selected so that the air in the hydraulic dampers (25) is squeezed out by water into the equalizer pipe (29), into the inlet pipe (21), into the compensator pipe (26) and into the hermetic cover (28).
  • a pressure pipe (22) supplying borated water to a hydraulic damper (25) may have hydraulic damper (25) connections in different places, which leads to differences in the hydraulic resistance of the water supply path along the length.
  • one pressure pipe (22) at different distances has one hydraulic damper (25) connected by pipelines (29), (21), (26) and (28) with its own water supply valves (9), then upon receipt water through the pressure pipe (22) in the hydraulic dampers (25), water level fluctuations (24) occur, which can ensure the overflow of borated water and fill the sealed cover (28) of the water supply valve (9), displacing air from there.
  • hydraulic dampers (25) are installed on one valve (9) of the water supply of the drum (12), for example, two having inset pressure pipes (23) in different places of the pressure pipe (22), shown in Fig. 5, and connected in the upper part by an equalizer pipe (29), which ensures the flow of compressed air between the hydraulic dampers (25), which, together with the smaller diameters of the pressure pipes (23) and equalizer pipe (29) in relation to the diameter of the hydraulic dampers ( 25) provides them with deceleration of oscillatory processes when water enters, which ensures the protection of sealed covers (28) from ingress of borated water during the initial filling of hydraulic dampers (25).
  • the heating of the drum (12) is accompanied by the heating of the water supply valves (9), which are triggered to open when the set temperature is reached.
  • the opening of the valves (9) of the water supply of the drum (12) is accompanied at the initial moment by the release of air pressure and only then does the flow of cooling water from external sources into the space inside the housing (4) above the position of the melt mirror, i.e. above the location of the filler (7).
  • water supply valves (9) of the drum (12) are opened, water from external sources (located, for example, in the water storage tanks or in the revision shafts inside the sealed shell) begins to flow by gravity into the interior of the housing (4) from above to the slag cap, formed by dissolved filler elements (7).
  • the process of steam-water cooling of the melt surface begins.
  • the use of a drum with water supply valves equipped with sealed covers connected by pipelines to hydrostatic equipment as part of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor made it possible to increase its reliability by placing water supply valves at different levels, to ensure cooling of the melt surface in case of insufficient level of cooling water in the reactor shaft, exclude simultaneous failure of water supply valves located at different levels in case of non-design impacts from steam explosions, from melt splashes, from radiant heat flows, from mechanical impacts on the equipment of the core melt localization and cooling system nuclear reactor.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций, и может быть использовано при авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора содержит направляющее устройство, ферму-консоль, наполнитель для приема и распределения расплава, размещенный в корпусе, по периметру которого установлены клапаны подачи воды, и на фланце установлена тепловая защита, барабан, установленный на фланце корпуса, выполненный в форме обечайки с установленными с внутренней стороны по ее периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище, имеющий элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса, дистанционирующие элементы. В барабане выполнены патрубки, в которых установлены клапаны подачи воды с герметичными крышками, установленными в патрубках барабана, гидравлические демпферы, соединенные с внешними источниками воды и клапанами подачи воды барабана посредством подводящих, напорных, компенсирующих и уравнительных трубопроводов для повышения надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.

Description

СИСТЕМА ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ
РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Область техники
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжёлых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.
При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы, и вследствие сохраняющегося в нем остаточного тепловыделения, может нарушить целостность герметичной оболочки АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Для исключения этого необходимо локализовать вытекший из корпуса реактора расплав активной зоны (кориум) и обеспечить его непрерывное охлаждение, вплоть до полной кристаллизации. Эту функцию выполняет Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, которая предотвращает повреждения герметичной оболочки АЭС и тем самым защищает население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.
Одним из самых важных факторов обеспечения надежного процесса охлаждения и локализации расплава активной зоны ядерного реактора в случае возникновения тяжелых аварий, является своевременное, гарантированное обеспечение подачи воды внутрь многослойного корпуса для охлаждения расплава, которые реализуется за счет установки в верхней части корпуса, предназначенного для приема и распределения расплава, клапанов подачи воды. Ключевым аспектом в данном случае является то, что подача воды через установленные клапаны должна быть осуществлена в определенный момент времени при достижении определенных (специфических) условий, а именно: преждевременная подача воды может привести к паровому взрыву, а невозможность подачи воды может привести к перегреву оборудования внутри корпуса под действием лучистых тепловых потоков со стороны зеркала расплава, что, в конечном итоге, может привести к обрушению оборудования внутрь корпуса, попаданию воды из шахты реактора в расплав, смешиванию воды с расплавом, результатом чего станут паровые взрывы, разрушающие систему локализации и охлаждения расплава и гермозону с выходом радиоактивных веществ в окружающую среду.
Предшествующий уровень техники
Известна система [1, 2, 3] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, установленную под корпусом ядерного реактора, и опирающуюся на ферму-консоль, установленный на закладные детали в основании бетонной шахты многослойный корпус, фланец которого снабжен тепловой защитой, наполнитель, состоящий из набора кассет, установленных друг на друге, площадку обслуживания, установленную внутри корпуса между наполнителем и направляющей плитой.
Данная система имеет низкую надежность, обусловленную следующими недостатками:
- при проплавлении (разрушении) корпуса реактора расплавом активной зоны, в образовавшееся отверстие под действием остаточного давления, имеющегося в корпусе реактора, начинает истекать перегретый расплав, который распространяется неосесимметрично внутри объёма многослойного корпуса и оказывает динамическое воздействие на периферийные конструкции: зону герметичного соединения многослойного корпуса с фермой-консолью, тепловую защиту фланца многослойного корпуса, клапаны подачи воды, расположенные в многослойном корпусе, что приводит к их разрушению, а также разрушению фланца многослойного корпуса, и внутренних поверхностей фермы-консоли, омываемых расплавом активной зоны, что в результате приводит к нарушению работы системы локализации и охлаждения расплава, ввиду разрушения её элементов;
- при струйном поступлении большого объема, (например, от 10 до 15 м3) перегретого расплава внутрь многослойного корпуса на наполнитель, часть такого расплава, в результате отражающего эффекта со стороны наполнителя, перемещается в обратном направлении в сторону периферийных конструкций - в сторону герметичного соединения многослойного корпуса с фермой- консолью, в сторону тепловой защиты фланца многослойного корпуса и в сторону многослойного корпуса, а именно, в зону установки клапанов подачи воды, что приводит к их повреждению и разрушению (завариванию), и, следовательно, нарушению процесса подачи воды внутрь многослойного корпуса для охлаждения расплава, в результате чего может произойти разрушение системы локализации и охлаждения расплава и выход радиоактивных веществ в окружающую среду;
- при истечении расплава внутрь многослойного корпуса в наполнитель объем расплава увеличивается за счёт плавления наполнителя и повышается его уровень внутри многослойного корпуса, при этом падение обломков активной зоны и днища корпуса реактора приводит к образованию выплесков (волн) расплава, которые динамически воздействуют на периферийное оборудование и установленные в многослойном корпусе клапаны подачи воды, что приводит к их разрушению (завариванию), и, следовательно, нарушению процесса подачи воды внутрь многослойного корпуса для охлаждения расплава, в результате чего может произойти разрушение системы локализации и охлаждения расплава и выход радиоактивных веществ во внешнюю среду; - в процессе истечения расплава из корпуса ядерного реактора и при взаимодействии расплава с наполнителем образуются аэрозоли, перемещающиеся вверх из горячих зон и оседающие в холодных зонах на периферийном оборудовании и на клапанах подачи воды, что приводит к их экранированию с последующим блокированием срабатывания от воздействия теплового излучения со стороны зеркала расплава, и, следовательно, к нарушению процесса подачи воды внутрь многослойного корпуса для охлаждения расплава, в результате чего может произойти разрушение системы локализации и охлаждения расплава и выход радиоактивных веществ во внешнюю среду.
Раскрытие изобретения
Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Задачи, на решение которых направлено заявленное изобретение, заключаются в исключении разрушения периферийных конструкций, оборудования, установленного на фланец корпуса, и обеспечении гарантированной подачи охлаждающей воды на расплав.
Поставленные задачи решаются за счет того, что система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющее устройство, ферму-консоль, наполнитель для приема и распределения расплава, размещенный в корпусе, по периметру которого установлены клапаны подачи воды и на фланце установлена тепловая защита, согласно изобретению, дополнительно содержит барабан, установленный на фланце корпуса, выполненный в форме обечайки с установленными с внутренней стороны по её периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище, имеющий элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса, дистанционирующие элементы, обеспечивающие регулировочный зазор между барабаном и фланцем корпуса, в барабане выполнены патрубки, в которых установлены клапаны подачи воды с герметичными крышками, установленными в патрубках барабана, гидравлические демпферы, соединённые с внешними источниками воды и клапанами подачи воды барабана посредством подводящих, напорных, компенсирующих и уравнительных трубопроводов.
Одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора барабана, установленного на фланце корпуса, выполненного в форме обечайки с установленными с внутренней стороны по её периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище, имеющего элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса, дистанционирующие элементы, обеспечивающие регулировочный зазор между барабаном и фланцем корпуса, патрубки, в которых размещены клапаны подачи воды с герметичными крышками, что позволяет обеспечить поступление охлаждающей воды от внешних источников в пространство внутри корпуса в условиях недостатка воды в шахте реактора или отказа клапанов подачи воды, установленных по периметру корпуса, и, следовательно, обеспечить парогазовое, пароводяное или водяное охлаждение зеркала расплава и оборудования, расположенного выше зеркала расплава (фермы-консоли и направляющей плиты) за счёт подачи охлаждающей воды от внешних источников внутрь корпуса, сверху на зеркало расплава.
Ещё одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора гидравлических демпферов, соединенных с внешними источниками воды и клапанами подачи воды барабана посредством подводящих, напорных, компенсирующих и уравнительных трубопроводов, что позволяет обеспечить защиту клапанов подачи воды барабана от длительного воздействия раствора борной кислоты и от гидроударов в условиях поступления самотёком охлаждающей воды от внешних источников, расположенных над указанными клапанами подачи воды.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 изображена система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 2 изображён барабан, установленный на фланец многослойного корпуса.
На фиг. 3 изображён фрагмент барабана, установленного на фланец многослойного корпуса.
На фиг. 4 изображён клапан подачи воды с герметичной крышкой, установленный в барабане.
На фиг. 5 изображены элементы гидростатического оборудования.
Варианты осуществления изобретения
Как показано на фиг. 1 - 4, система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора содержит направляющее устройство (1), установленное под корпусом (2) ядерного реактора и опирающееся на ферму- консоль (3). Под фермой-консолью (3) установлен корпус (4), который монтируется в основании шахты реактора на закладных деталях. Корпус (4) с наполнителем (7) предназначен для приема и распределения расплава. В верхней части корпуса (4) выполнен фланец (5), снабженный тепловой защитой
(6). Внутри корпуса (4) размещен наполнитель (7). В зоне между наполнителем
(7) и фланцем (5) по периметру корпуса (4) расположены клапаны (8) подачи воды. На фланце (5) корпуса (4) установлен барабан (12). Как показано на фиг. 2-5, в барабане (12) размещены патрубки (10), в которых установлены клапаны (9) подачи воды. Каждый клапан (9) подачи воды барабана (12) снабжен герметичной крышкой (28), при этом клапаны (9) подачи воды соединеныс гидравлическими демпферами (25) с помощью напорных (22) и (23), уравнительных (29) и подводящих (21) труб, труб- компенсаторов (26) температурных расширений, установленных на фланцевых соединениях (27), обеспечивающих поступление охлаждающей воды от внешних источников в пространство внутри корпуса (4) в условиях отказа клапанов (8) подачи воды, установленных по периметру корпуса (4), или при низком уровне охлаждающей воды в шахте реактора, при котором клапаны (8) подачи воды корпуса (4) не могут обеспечить перелив воды из шахты реактора внутрь корпуса (4).
Заявленная система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора работает следующим образом.
В момент разрушения корпуса (2) ядерного реактора расплав активной зоны под действием гидростатического и остаточного давлений начинает поступать на поверхность направляющего устройства (1), удерживаемого фермой-консолью (3). Расплав, стекая по направляющему устройству (1), попадает в корпус (4) и входит в контакт с наполнителем (7). При секторном неосесимметричном стекании расплава происходит частичное плавление тепловых защит фермы-консоли (3), тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4). Разрушаясь, эти тепловые защиты, с одной стороны, снижают тепловое воздействие расплава активной зоны на защищаемое оборудование, а с другой - уменьшают температуру и химическую активность самого расплава.
Тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) обеспечивает защиту его верхней толстостенной внутренней части от теплового воздействия со стороны зеркала расплава активной зоны с момента поступления расплава в наполнитель (7) и до окончания взаимодействия расплава с наполнителем (7), то есть до момента начала охлаждения водой корки, расположенной на поверхности расплава активной зоны. Тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) устанавливается таким образом, что позволяет обеспечить защиту внутренней поверхности корпуса (4) выше уровня расплава активной зоны, образующегося в корпусе (4) в процессе взаимодействия с наполнителем (7), именно, той верхней части корпуса (4), которая имеет большую толщину по сравнению с цилиндрической частью корпуса (4), обеспечивающей нормальную (без кризиса теплообмена в режиме кипения в большом объёме) передачу тепла от расплава активной зоны к воде, находящейся с внешней стороны корпуса (4).
В процессе взаимодействия расплава активной зоны с наполнителем (7) тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) подвергается разогреву и частичному разрушению, экранируя тепловое излучение со стороны зеркала расплава. Г еометрические и теплофизические характеристики тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4) выбираются таким образом, что при любых условиях обеспечивают экранирование фланца (5) корпуса (4) со стороны зеркала расплава, благодаря чему, в свою очередь, обеспечивается независимость защитных функций от времени завершения процессов физико-химического взаимодействия расплава активной зоны с наполнителем (7). Таким образом, наличие тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4) позволяет обеспечить выполнение защитных функций до начала подачи воды на корку, расположенную на поверхности расплава активной зоны.
Защита клапанов (8) подачи воды корпуса (4) осуществляется пассивным способом: тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) обеспечивает защиту от летящих предметов при разрушении днища корпуса реактора (2), обеспечивает защиту от разрушения стекающим расплавом и защиту от падения обломков тепловых защит, расположенных выше зеркала расплава.
Поступление металлических и оксидных компонентов расплава в наполнитель (7), размещенный в корпусе (4), приводит к постепенному расплавлению наполнителя (7) и образованию свободной поверхности расплава - зеркала расплава - внутри корпуса (4). По мере завершения физико- химических реакций между металлическими и оксидными компонентами расплава и наполнителем (7) температура зеркала расплава начинает расти за счёт перераспределения остаточных энерговыделений в расплаве между физико-химическими реакциями, теплопередачей через корпус (4), тепловым излучением на оборудование и конвективным нагревом газовой смеси со стороны зеркала расплава.
Тепловое излучение на клапаны (8) подачи воды корпуса (4) и клапаны (9) подачи воды барабана (12) со стороны зеркала расплава действует существенно неравномерно: на клапаны (8) подачи воды корпуса (4) это излучение действует значительно сильнее, чем на клапаны (9) подачи воды барабана (12), что связано с различным расположением указанных клапанов (8) и (9) по высоте относительно положения зеркала расплава. Клапаны (8) подачи воды корпуса (4) нагреваются быстрее клапанов (9) подачи воды барабана (12) и срабатывают на открытие значительно раньше по времени.
Если клапаны (8) подачи воды корпуса (4) не срабатывают на открытие, что возможно, например, при падении одного или нескольких обломков днища корпуса реактора (2) в ванну расплава с образованием волн (выплесков) расплава, заваривающих указанные клапаны (8) подачи воды, то тепловое излучение со стороны зеркала расплава продолжает нагревать клапаны (9) подачи воды барабана (12) до срабатывания первых одного-двух из них.
Как показано на фиг. 1 - 4, на фланце (5) корпуса (4) установлен барабан (12). Конструктивно барабан (12) выполнен в форме обечайки (13) с установленными с внутренней стороны по её периметру усиливающими ребрами (14), опирающимися на крышку (15) и днище (16). Барабан (12) имеет элементы (17) натяжения, соединяющие барабан (12) через приваренный к нему опорный фланец (18) с фланцем (5) корпуса (4). В барабане (12) установлены дистанционирующие элементы (20), обеспечивающие регулировочный зазор (19) между барабаном (12) и фланцем (5) корпуса (4). В барабане (12)установлены патрубки (10), в которых размещены клапаны (9) подачи воды, обеспечивающие поступление охлаждающей воды от внешних источников в пространство внутри корпуса (4) в условиях отказа клапанов (8) подачи воды, установленных по периметру корпуса (4).
Регулировочный зазор (19) позволяет обеспечить точную установку барабана (12) на фланец (5) корпуса (4).
Как показано на фиг. 5, клапаны (9) подачи воды снабжены герметичными крышками (28), которые установлены в патрубках (10) барабана (12). Клапаны (9) подачи воды барабана (12) соединены с гидравлическими демпферами (25) и внешними источниками воды посредством подводящих (21), напорных (22), (23), компенсирующих (26) и уравнительных трубопроводов,, которые обеспечивает подачу охлаждающей воды от внешних источников внутрь корпуса (4) сверху на зеркало расплава.
В процессе локализации расплава активной зоны в наполнителе (7) возможны нарушения целостности некоторых элементов оборудования системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора:
- тепловые защиты фермы-консоли (3) могут быть секторно повреждены (разрушены или расплавлены) в результате неосесимметричного поступления расплава;
- тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) может быть локально разрушена в нижней части выплесками расплава, а в верхней части может быть секторно разрушена в результате неосесимметричного поступления расплава.
Эти разрушения возможны как на начальной стадии локализации расплава активной зоны, так и на длительной стадии локализации. При таких разрушениях, лучистые и конвективные тепловые потоки со стороны зеркала расплава начинают оказывать значительное воздействие на оборудование, расположенное выше корпуса (4): на направляющее устройство (1), на ферму- консоль (3), на барабан (12). В этих условиях интенсивность разогрева барабана (12), расположенного между фермой-консолью (3) и корпусом (4) будет существенно зависеть от интенсивности теплового излучения со стороны зеркала расплава и состояния клапанов (8) подачи воды корпуса (4): если при падении обломков днища корпуса (2) ядерного реактора в расплав, находящийся в корпусе (4), произойдёт выброс (выплеск) жидкого расплава или его волнообразный подъём, то возможно заваривание клапанов (8) подачи воды корпуса (4) жидким расплавом и полная блокировка их проходного сечения. В этих условиях возможен полный отказ клапанов (8) подачи воды корпуса (4) на подачу охлаждающей воды на зеркало расплава. Разогрев тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4), тепловых защит в ферме-консоли (3) и барабана (12) будет продолжаться.
Клапаны (9) подачи воды барабана (12) отделены от среды, находящейся в шахте реактора, герметичными крышками (28), которые соединены через трубы-компенсаторы (26) температурных расширений, через подводящие трубы (21) и трубы-уравнители (29) с гидравлическими демпферами (25). Борированная вода, поступающая от внешнего источника по напорной трубе (22) и по напорным патрубкам (23), поступает в гидравлические демпферы (25), в которых до поступления воды находился воздух. Воздух, под действием гидростатического напора воды, начинает сжиматься. Объём гидравлических демпферов (25) выбирается таким образом, чтобы находящийся в гидравлических демпферах (25) воздух, выдавливаясь водой в трубу- уравнитель (29), в подводящую трубу (21), в трубу-компенсатор (26) и в герметичную крышку (28), смешиваясь с воздухом в указанных трубах (29), (21), (26) и (28), обеспечивал противодавление, устанавливающее положение уровня борированной воды (24) в гидравлических демпферах (25) ниже уровня расположения трубы-уравнителя (29). Такое положение уровня борированной воды обеспечивает защиту клапанов (9) подачи воды барабана (12) от прямого воздействия борированной воды, исключая осаждение борной кислоты в указанных клапанах (9) подачи воды и сопутствующие коррозионные процессы. В процессе заполнения водой гидравлических демпферов (25), в них возникают колебательные процессы, связанные с различным гидравлическим сопротивлением как трактов подачи воды, так и трактов сжатия воздуха. Например, напорная труба (22), подводящая борированную воду к гидравлическому демпферу (25), может иметь подключения гидравлических демпферов (25) в различных местах, что приводит к отличиям гидравлического сопротивления тракта подачи воды по длине. И если на одной напорной трубе (22) на разном расстоянии установлено по одному гидравлическому демпферу (25), связанному трубопроводами (29), (21), (26) и (28) со своими клапанами (9) подачи воды, то при поступлении воды по напорной трубе (22) в гидравлических демпферах (25) возникают колебания уровня воды (24), способные обеспечить перелив борированной воды и заполнить герметичную крышку (28) клапана (9) подачи воды, вытеснив оттуда воздух. Для исключения этого явления на один клапан (9) подачи воды барабана (12) устанавливается несколько гидравлических демпферов (25), например, два, имеющие врезки напорных патрубков (23) в разных местах напорной трубы (22), показанные на фиг. 5, и соединённые в верхней части трубой-уравнителем (29), обеспечивающей перетоки сжимаемого воздуха между гидравлическими демпферами (25), что в совокупности с меньшими диаметрами напорных патрубков (23) и трубой-уравнителем (29) по отношению к диаметру гидравлических демпферов (25) обеспечивает в них торможение колебательных процессов при поступлении воды, чем достигается защита герметичных крышек (28) от попадания борированной воды в процессе начального заполнения гидравлических демпферов (25).
Разогрев барабана (12) сопровождается разогревом клапанов (9) подачи воды, которые срабатывают на открытие при достижении заданной температуры. Срабатывание на открытие клапанов (9) подачи воды барабана (12) сопровождается в начальный момент сбросом давления воздуха и только затем начинается поступление охлаждающей воды от внешних источников в пространство внутри корпуса (4) выше положения зеркала расплава, то есть выше расположения наполнителя (7). При открытии клапанов (9) подачи воды барабана (12), вода от внешних источников (находящаяся, например, в баках запаса воды или в шахтах ревизии внутри герметичной оболочки), начинает самотёком поступать во внутреннее пространство корпуса (4) сверху на шлаковую шапку, образованную растворёнными элементами наполнителя (7). Начинается процесс пароводяного охлаждения поверхности расплава.
В условиях, при которых уровень охлаждающей воды, находящейся со стороны наружной поверхности корпуса (4), будет располагаться существенно ниже отметки установки клапанов (8) подачи воды корпуса (4), невозможно гиростатическое поступление охлаждающей воды внутрь корпуса (4) при срабатывании на открытие указанных клапанов (8) подачи воды. В этих условиях, разогрев барабана (12) и установленных в нём клапанов (9) подачи воды, будет продолжаться до срабатывания одного или нескольких клапанов (9) подачи воды. Подача воды через клапаны (9) подачи воды барабана (12) приводит к постепенному снижению температуры зеркала расплава. По мере охлаждения шлаковой шапки и самого зеркала расплава всё меньшее количество воды, поступающей через клапаны (9) подачи воды барабана (12), будет испаряться и всё большее количество воды будет накапливаться на поверхности шлаковой шапки, захолаживая всё пространство вокруг. Постепенно уровень воды над шлаковой шапкой будет подниматься и, достигнув сечения клапанов (8) подачи воды корпуса (4), начнётся перелив воды в шахту реактора через один или несколько клапанов (8) подачи воды корпуса (4), сработавших на открытие. Поступление воды в шахту реактора через клапаны (9) подачи воды барабана (12), соединенные с гидростатическим оборудованием, обеспечивает улучшение теплообмена корпуса (4) и ускоряет процесс охлаждения расплава. Процесс поступления воды в шахту реактора будет длиться до выравнивания уровней воды в шахте реактора и внутри корпуса (4), а достигнув единого уровня, по мере поступления воды внутрь корпуса (4), общий уровень воды будет повышаться, обеспечивая эффективное захолаживание и стабилизацию расплава.
Таким образом, применение в составе системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора барабана с клапанами подачи воды, снабженными герметичными крышками, соединенными посредством трубопроводов с гидростатическим оборудованием, позволило повысить её надежность за счет размещения на разных уровнях клапанов подачи воды, обеспечить охлаждение зеркала расплава при недостаточном уровне охлаждающей воды в шахте реактора, исключить одновременный выход из строя клапанов подачи воды, расположенных на разных уровнях при непроектных воздействиях от паровых взрывов, от выплесков расплава, от лучистых тепловых потоков, от механических воздействий на оборудование системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Источники информации:
1. Патент РФ № 2576517, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
2. Патент РФ № 2576516, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
3. Патент РФ № 2575878, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.

Claims

Формула изобретения
Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющее устройство, ферму-консоль, наполнитель для приема и распределения расплава, размещенный в корпусе, по периметру которого установлены клапаны подачи воды и на фланце установлена тепловая защита, отличающаяся тем, что дополнительно содержит барабан, установленный на фланце корпуса, выполненный в форме обечайки с установленными с внутренней стороны по её периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище, имеющий элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса, дистанционирующие элементы, обеспечивающие регулировочный зазор между барабаном и фланцем корпуса, в барабане выполнены патрубки, в которых установлены клапаны подачи воды с герметичными крышками, установленными в патрубках барабана, гидравлические демпферы, соединённые с внешними источниками воды и клапанами подачи воды барабана посредством подводящих, напорных, компенсирующих и уравнительных трубопроводов.
PCT/RU2021/000575 2020-12-29 2021-12-15 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора WO2022146184A1 (ru)

Priority Applications (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CA3203510A CA3203510A1 (en) 2020-12-29 2021-12-15 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EP21915934.0A EP4273883A1 (en) 2020-12-29 2021-12-15 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
KR1020237020694A KR20230125195A (ko) 2020-12-29 2021-12-15 원자로 노심 용융 코어 캐쳐 및 냉각 시스템
JP2023539119A JP7494398B2 (ja) 2020-12-29 2021-12-15 原子炉の炉心からの溶融物を封じ込めて冷却するシステム
US18/269,673 US20240055143A1 (en) 2020-12-29 2021-12-15 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
CN202180088301.2A CN116648757A (zh) 2020-12-29 2021-12-15 核反应堆堆芯熔化物冷却和定域***
ZA2023/06595A ZA202306595B (en) 2020-12-29 2023-06-27 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020143777A RU2767599C1 (ru) 2020-12-29 2020-12-29 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2020143777 2020-12-29

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2022146184A1 true WO2022146184A1 (ru) 2022-07-07

Family

ID=80737363

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2021/000575 WO2022146184A1 (ru) 2020-12-29 2021-12-15 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Country Status (9)

Country Link
US (1) US20240055143A1 (ru)
EP (1) EP4273883A1 (ru)
JP (1) JP7494398B2 (ru)
KR (1) KR20230125195A (ru)
CN (1) CN116648757A (ru)
CA (1) CA3203510A1 (ru)
RU (1) RU2767599C1 (ru)
WO (1) WO2022146184A1 (ru)
ZA (1) ZA202306595B (ru)

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2575878C1 (ru) 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.
WO2020067919A1 (ru) * 2018-09-25 2020-04-02 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
CN105551538B (zh) * 2015-12-10 2020-04-03 中国核电工程有限公司 具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器
RU2734734C1 (ru) * 2020-03-13 2020-10-22 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2736545C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2736544C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102216695B1 (ko) * 2018-09-03 2021-02-18 한국원자력연구원 노심 용융물 냉각 장치

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2575878C1 (ru) 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
CN105551538B (zh) * 2015-12-10 2020-04-03 中国核电工程有限公司 具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.
WO2020067919A1 (ru) * 2018-09-25 2020-04-02 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
RU2734734C1 (ru) * 2020-03-13 2020-10-22 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2736545C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2736544C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
ZA202306595B (en) 2024-02-28
EP4273883A1 (en) 2023-11-08
JP2024500995A (ja) 2024-01-10
KR20230125195A (ko) 2023-08-29
CA3203510A1 (en) 2022-07-07
US20240055143A1 (en) 2024-02-15
JP7494398B2 (ja) 2024-06-03
CN116648757A (zh) 2023-08-25
RU2767599C1 (ru) 2022-03-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11476010B2 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
RU2696004C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
JP2023515283A (ja) 原子炉の炉心溶融物の位置特定と冷却のためのシステム
GB2030347A (en) Nuclear Reactor Containment
RU2767599C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EP4246534A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EP4246533A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
KR102626473B1 (ko) 원자로 노심용융물의 억제 및 냉각 시스템
RU2758496C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA045312B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA045342B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EP4246532A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EA044394B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044913B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044696B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044620B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
CA3066230A1 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
Schively FAST FLUX TEST FACILITY. CONCEPTUAL COMPONENT DESIGN DESCRIPTION FOR THE REACTOR VESSEL AND SHIELD COMPONENT NO. 32.

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 21915934

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2023539119

Country of ref document: JP

Ref document number: 18269673

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3203510

Country of ref document: CA

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 202180088301.2

Country of ref document: CN

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112023012400

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112023012400

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20230621

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2021915934

Country of ref document: EP

Effective date: 20230731

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 523441395

Country of ref document: SA